автореферат диссертации по технологии, машинам и оборудованию лесозаготовок, лесного хозяйства, деревопереработки и химической переработки биомассы дерева, 05.21.01, диссертация на тему:Повышение защитных свойств низкосортной древесины путем пропитки и уплотнения

61: 39 ' 5/2080 ~

САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКАЯ ГОСУДАРСТВЕННАЯ ЛЕСОТЕХНИЧЕСКАЯ АКАДЕМИЯ имени С М. Кирова

На правах рукописи

Белоногова Наталья Александровна

ПОВЫШЕНИЕ ЗАЩИТНЫХ СВОЙСТВ НИЗКОСОРТНОЙ ДРЕВЕСИНЫ ПУТЕМ ПРОПИТКИ И УПЛОТНЕНИЯ

05.21.01 - Технология и машины лесного хозяйства и лесозаготовок

05.21.05 - Технология и оборудование деревообрабатывающих производств, древесиноведение

ДИССЕРТАЦИЯ

на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель доктор технических наук, профессор ПАТЯКИН В.И.

Санкт-Петербург—1999

Оглавление

Введение.............................................................................................4

1. Состояние вопроса и задачи исследования................................7

1.1. Некоторые сведения о нейтронных потоках и требования к защитным материалам............................................7

1.2. Существующие материалы для защиты от нейтронных потоков............................................................................12

1.3. Анализ возможности использования древесины для защиты от нейтронных потоков............................................15

1.4. Анализ способов получения древесных материалов

для защиты от нейтронных потоков....................................18

1.5. Выводы и задачи исследований...... ...................................36

2. Теоретические исследования способов увеличения защитных свойств древесного материала...................................39

2.1. Некоторые сведения о взаимодействии нейтронных потоков с водородосодержащими материалами................39

2.2. Сведения о капиллярно-пористой структуре древесины.....50

2.3. Сущность процесса пропитки древесины боросодер-жащими веществами.............................................................52

2.4. Теоретическая модель пропитки древесины в поле

центробежных сил.................................................................55

2.5. Выводы к теории пропитки.....................................................68

3. Методика экспериментальных исследований..............................71

3.1. Методика планирования и проведения экспериментальных исследований пропитки древесины раствором борной кислоты...........................................................71

3.2. Методика обработки экспериментальных исследований по пропитке древесины...............................................80

3.3. Методика проведения экспериментальных исследований по определению физико-механических характеристик пропитанной раствором борной

кислоты уплотненной древесины.........................................83

3.4. Методика обработки экспериментальных данных при

исследовании физико-механических характеристик модифицированной древесины............................................89

4. Результаты экспериментальных исследований повышения защитных свойств низкосортной древесины........................94

4.1. Исследование процесса пропитки древесины раствором борной кислоты...........................................................95

4.2. Исследование физико-механических характеристик модифицированной древесины............................................104

4.3. Исследование защищающей способности пропитанных раствором борной кислоты и уплотненных образцов древесины при воздействии потоков

нейтронов...............................................................................112

5. Технико-экономические и технологические результаты

применения нового материала.....................................................130

5.1. Конструктивное оформление нового материала..................130

5.2. Технологическая схема организации производства защитного материала из древесины....................................130

5.3. Экономическое обоснование применения центробежной пропитки древесины для создания нейтро-но-защитного материала.......................................................138

Заключение.........................................................................................142

Литература..........................................................................................144

Приложения........................................................................................154

Введение

Для защиты от нейтронных потоков применяется целый ряд уже апробированных материалов [38], [51], [54]. Но задачи, связанные с дальнейшим совершенствованием мероприятий по радиационной безопасности, проектированием и созданием новых защит, обуславливают постановку вопроса о поиске новых материалов, их сочетаний с уже известными защитными материалами и о повышении эффективности такого поиска.

Защитные материалы, применяемые в настоящее время, имеют ряд существенных недостатков, а некоторые, имевшие широкое применение, такие как, «Меийи&ор» запрещены к использованию.

Требования, предъявляемые к защитным материалам, неоднократно сформулированы в специальной литературе [6], [15], [74]. Не перечисляя их всех, следует отметить, что для защиты от нейтронных потоков малых и средних энергий широко и эффективно используются бориро-ванные вещества и материалы с высоким содержанием водорода [13], [16], [22], [39], [59]. Именно атомы водорода и бора являются лучшим препятствием глубокого проникновения нейтронов в вещество. На атомах водорода и бора происходит максимальная потеря энергии нейтронов. Кроме этого борирование древесины повышает ее био- и огнестойкость.

Сравнительные исследования способов введения бора в древесину позволяют утверждать, что наиболее рационально осуществлять этот процесс путем пропитки древесины боросодержащими препаратами. Причем наиболее равномерно атомы бора распределяются при сквозной пропитки встречно-центробежным способом.

Анализируя литературные источники, посвященные проблеме защиты от нейтронного излучения, можно сделать вывод, что древесина и древесные материалы, содержание в единице объема не меньшее, а часто и большее количество атомов водорода, чем традиционно исполь-

зуемые материалы, не рассматриваются и не изучаются как защитные материалы.

Для определения параметров процесса модификации древесины необходимо:

создать математическую модель процесса пропитки древесины в поле центробежных сил;

установить закономерности и уравнения связи для расчета режимов пропитки;

определить показатели защитных свойств нового материала из древесины от нейтронных потоков;

провести оценку экономической целесообразности и эффективности использования центробежного поля для сквозной пропитки древесины;

разработать технологическую схему процесса производства защитного материала из древесины.

Выполнение вышеперечисленных теоретических и экспериментальных исследований позволяет создать новый защитный материал из древесины, который должен найти широкое применение при строительстве объектов атомной энергетики, а также позволяет расширить и углубить представление о процессах обработки древесины и внести определенный научный вклад в новое направление по переработке низкосортной древесины.

1. Состояние вопроса и задачи исследования

1.1. Некоторые сведения о нейтронных потоках и требования к защитным материалам

В силу того, что настоящая работа связывает воедино понятия, используемые в области деревообработки и в области теоретической ядерной физики, хотя в целом предназначена для деревообработчиков, необходимо привести некоторые сведения, позволяющие разобраться в используемой терминологии [45], [47], [61], [81].

Ионизирующим называется излучение, взаимодействие которого со средой приводит к образованию ионов разных знаков. Оно подразделяется на два вида: непосредственно ионизирующее излучение — излучение, состоящее из заряженных частиц, имеющих кинетическую энергию, достаточную для ионизации вещества при столкновении, и косвенно ионизирующее излучение — излучение, состоящее из незаряженных частиц (например, нейтронов), которые могут создавать непосредственно ионизирующее излучение и (или) вызывать ядерные превращения.

Активность радионуклида в источнике (образце) характеризуется сШ спонтанных ядерных переходов из определенного ядерно-энергетического состояния радионуклида, происходящих в источнике в единицу времени <1Ь,

сШ

А = аъ 0-1)

Самопроизвольное ядерное превращение называют радиоактивным распадом.

Единицей активности радионуклида является беккерель (Бк) или

распад/с; внесистемной единицей активности служит кюри (КИ). Соотноше-

ю

ние между этими единицами имеет вид: 1 КИ = 3,7 • 10 Бк.

Для оценки поля излучение в практических задачах часто используют дозовые характеристики. При этом основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия, является поглощенная доза ионизирующего излучения D.

dw D = d^'

где dw — средняя энергия, переданная ионизирующим веществу в элементарном объеме; dm — масса вещества в элементарном объеме.

Единица поглощения дозы — грей (Гр) — определяется такой дозой D, при которой веществу массой 1 кг передается энергия, равная 1 Дж. Внесистемной единицей является рад (1 Гр = 1 Дж/кг =100 рад).

Для оценки биологического эффекта воздействия произвольного излучения в задачах радиационной безопасности при облучении малыми дозами введено понятие эквивалентной дозы, которая определяется следующей зависимостью

Озкв = D • К, (1.3)

где К — коэффициент качества, представляющий собой регламентированное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ) излучения, установленное для контроля степени радиационной опасности при хроническом облучении.

(1.2) излучением

Единицей эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр образцового рентгеновского или у-излучения, является зиверт (Зв).

Если энергетический состав излучения неизвестен, то можно пользоваться следующими справочными данными, приведенными в табл. 1.1.

Таблица 1.1

Значения коэффициента качества К = Оэкв/Б

Вид излучения Величина коэффициента качества К

Рентгеновское и у-излучение, электроны, пози- 1

троны, р-излучение

Нейтроны с энергией меньше 20 кэВ 3

Нейтроны с энергией 0,1... 10 МэВ 10

Протоны с энергией меньше 10 МэВ 10

а-излучение с энергией меньше 10 МэВ 20

Тяжелые ядра отдачи 20

Для оценки воздействия на среду косвенно ионизирующих излучений используют понятие "керма". Керма К — отношение суммы первоначальных кинетических энергий с1*гк всех заряженных ионизирующих частиц, образованных под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе с!т вещества в этом объеме.

к - ^ * ~ ат

Мощность поглощенной дозы Р (мощность кермы, мощность эквивалентной дозы) определяется отношением приращения поглощенной дозы сЮ (кермы с1К, эквивалентной дозы сЦЭэкв), за интервал времени сН: к этому интервалу

сШ

Р = (15)

Автор не претендует на полноту изложения сведений из ядерной физики. Эти вопросы подробно изложены в специальной литературе. Определения и понятия ядерной физики, необходимые для понимания изложенного материала, приводятся с соответствующими ссылками на такую литературу.

Известно, что в энергетическом спектре источников излучения, как правило, присутствуют и быстрые, и промежуточные, и тепловые нейтроны. Потоки нейтронов являются наиболее опасными с точки зрения биологического воздействия на живую ткань, так как нейтрон является электрически нейтральной частицей и его взаимодействие с веществом сводится к взаимодействию с ядрами атомов этого вещества. Такой характер взаимодействия обусловливает глубокое проникновение излучения. Потоки нейтронов относятся к виду проникающих излучений.

Если упрощенно объяснять механизм потери энергии нейтроном в веществе с помощью механической модели, то контакт нейтрона и ядра атома вещества можно представить в виде двух столкнувшихся упругих шаров, один из которых до столкновения был неподвижен.

Из законов механики известно, что чем больше масса неподвижного шара, тем меньшая доля энергии будет ему передана при столкновении. При столкновении шаров с равными массами неподвижному шару будет пе-

редана половина энергии. И, соответственно, энергия шара, продолжающего движение (очевидно, под углом к начальному направлению движения), уменьшится на половину.

Эксперименты показывают [10], [27], что при столкновении, например, с атомом углерода нейтрон теряет 14...17%, аргона — 8...9%, водорода

— 50% энергии. Таким образом, можно сделать вывод о влиянии плотности вещества на уменьшение энергетического заряда нейтрона, рассеянного этим веществом, а также о равенстве масс нейтрона и ядра атома водорода

— протона.

Еще одним примером, подтверждающим вывод о максимальной потере энергии нейтронов при столкновении с ядрами минимальной массы, является подсчет числа столкновений нейтронов с ядрами атомов вещества разной плотности, необходимых для снижения энергии нейтронов от величины, например, 1 МэВ до 0,025 эВ (то есть при переходе нейтронов из разряда быстрых в разряд тепловых). Исследования показали [40], [44], что при движении в уране для достижения такого результата требуется 2100, в углероде — 100, а в водороде — 25 столкновений.

Таким образом, можно утверждать, что наиболее эффективной защитой от нейтронных потоков служат водородосодержащие материалы.

В атомной технике в качестве нейтронной защиты используются вещества с большим содержанием водорода и, как правило, примесью бора или боросодержащих материалов (для поглощения тепловых нейтронов за счет реакции 10В(п,а)7и).

1.2. Существующие материалы для защиты от нейтронных потоков

Основными защитными материалами ядерных стационарных установок (например, реакторов различных типов) являются вода, бетон, железо, бор и другие [24], [79], [86].

Рассмотрим достоинства и недостатки этих материалов.

Вода — легкодоступный, дешевый, хорошо подвергающийся очистке материал.

з

Из-за высокого содержания водорода (при р = 1 г/см ядерная плот-

22 -3

ность составляет 6,66 «10 см ) вода обладает отличными защитными свойствами по отношению к нейтронам. Чем ниже энергия нейтронов, тем сильнее они ослабляются в воде.

Для уменьшения образования вторичных у-излучений в защиту из воды часто вносят небольшое количество растворимых соединений бора, например, борную кислоту.

К недостаткам воды, как защитного материала, следует отнести необходимость размещения ее в баках из нержавеющей стали или алюминия, что усложняет конструкцию защиты в целом и резко повышает ее стоимость.

Кроме того, в воде в результате поглощения быстрых нейтронов ядрами атомов 160 и 170 образуются высокоэнергетические у-излучения и вторичные излучения нейтронов. Активированная вода, попадая в периферийные, слабозащищенные области в результате аварий, протечек, может стать опасным источником излучений.

Железо — как один из элементов защиты, используется в виде стали

3 3

с р = 7,8 г/см или чугуна с р = 7,6 г/см . Применяется как основной конструкционно-защитный материал.

Защита из железа значительное время сохраняет наведенную радиоактивность, что ограничивает доступ к защите в случае аварии или ремонта и после остановки реактора.

Наиболее широко (до 90%) для защиты стационарных реакторных установок используется бетон [11], [19], [47].

Бетон является относительно однородной смесь»ю различных элементов. Поэтому подбором его состава можно в достаточно широких пределах изменять свойства бетона по усилению его защитных качеств.

В состав бетона входит 10... 15% (по массе) цемента, который связывает бетонные заполнители в монолит. В процессе гидратации цемент химически связывает часть воды, расходуемой на затворение бетонной массы, которая и становится водородосодержащим компонентом бетона, определяющим его эффективные защитные свойства по отношению к нейтронам. Содержание воды или водородосодержащего компонента в бетоне обычно достаточно, чтобы обеспечить одинаковую эффективность замедления нейтронов всех энергий.

Однако при температуре более 100°С происходит выделение связанной цементом воды, что приводит к ухудшению его защитных свойств. Поэтому продолжаются поиски заполнителей, сохраняющих воду в этих условиях.

Широкое применение нашли термостойкие серпентинитовые бетоны

3

с плотностью р = 2,5 г/см , приготовляемые на серпентинитовых заполнителях и портландцементе. Отличительная особенность эт^х бетонов — способность удерживать связанную воду до температуры 450°С.

К защитным материалам транспортных энергетических установок (атомный ледокол "Арктика", торгово-пассажирское судно "Саванна", под-

водные корабли), а также к материалам защитных переносных контейнеров, предъявляются требования минимальной массы.

Эффект ослабления нейтронов в таких видах защиты можно корректировать плотностью ядер водорода в материале.

Одним из видов такой защиты являются гидриды металлов (Ц Са, Мд, "П и т.д.), которые в единице объема содержат в некоторых случаях больше атомов водорода, чем вода. К недостаткам такой защиты относится то, что с повышением температуры более 80°С гидриды металлов разлагаются с выделением водорода. Поэтому такая защита должна заключаться в контейнеры, непроницаемые для Н2 и способные выдерживать высокое давление. Стоимость такой защиты, как правило, весьма значительна.

В технически развитых странах сравнительно недавно стали использовать новый вид защиты — полиэтилен с примесью бора